DOSEMETER

1. Dosimeter Film-Badge Perangkat pemantauan pribadi lain yang sangat umum
digunakan adalah dosimeter film-lencana, yang terdiri dari sebungkus dua (untuk
radiasi X atau gamma) atau tiga
Gambar 9-20. Penampang melintang yang disederhanakan dari sebuah
directreading
kuarsa-serat elektroskop-jenis saku
dosimeter. Karakteristik ketergantungan energi
dari dosimeter ini ditunjukkan pada Gambar 6-4. (Kesopanan
RA Stephen & Co, Ltd.)
(untuk radiasi X- atau gamma dan neutron) potongan kecil film yang dibungkus
dengan warna ringan
kertas dan dipakai dalam wadah plastik atau logam yang sesuai. Dua film untuk
Xand
Radiasi gamma meliputi emulsi yang sensitif dan emulsi yang relatif tidak sensitif.
Paket film semacam ini berguna untuk rentang paparan sekitar 10 mR
1800 R (2,58 × 10-6 - 0,464 C / kg) sinar gamma radium. Film ini juga sensitif
untuk radiasi beta, dan dapat digunakan untuk mengukur dosis beta dari sekitar 50
mrads (0,5
mGy) sampai sekitar 1000 rad (10 Gy), diberi beta yang energi maksimumnya
melebihi
400 keV Menggunakan film dan teknik yang sesuai, dosis neutron termal 5 mrads
(50 mGy) sampai 500 rad (5 Gy), dan dosis neutron cepat dari sekitar 4 mrad (40
mGy)
sampai 10 rad (0,1 Gy) dapat diukur.
Dosimetri film-lencana didasarkan pada fakta bahwa radiasi pengion mengekspos
halida perak di emulsi fotografi, yang berakibat pada penggelapan film.
Gambar 9-21. Hubungan antara paparan radiasi dan densitas optik. Kurva A adalah
responnya
dari tipe duPont 555 dan kurva B adalah respondari tipe duPont834 film
dosimeter sampai 60Co gamma sinar.
Tingkat kegelapan, yang disebut kepadatan optik film, bisa jadi tepatnya diukur
dengan densitometer fotolistrik yang bacaannya terekspresikan

2. sebagai logaritma intensitas cahaya yang ditransmisikan melalui film. Itu
Kepadatan optik film yang terpapar secara kuantitatif terkait dengan besarnya
paparan (Gambar 9-21). Dengan membandingkan densitas optik film yang
dikenakan oleh
terpapar pada film yang terpapar dengan jumlah radiasi yang diketahui
paparan film individu dapat ditentukan. Variasi kecil emulsi
sangat mempengaruhi respons kuantitatif terhadap radiasi. Karena film yang
digunakan dalam film
lencana diproduksidalam batch dan sedikit variasi dari batch ke batch
Diharapkan, perlu mengkalibrasi film dari masing-masing batch secara terpisah.
Film yang digunakan dalam dosimeter film-badge sangat bergantung pada energi
pada lowenergi kisaran, dari sekitar 0,2 MeV radiasi gamma ke bawah (Gambar 9-
22). Ini Ketergantungan energi timbul dari fakta bahwa penampang fotolistrik
untuk perak dalam emulsi meningkat jauh lebih cepat daripada udara atau jaringan
sebagai Energi foton berkurang di bawah sekitar 200 keV. Sensitivitas maksimum
diamati pada sekitar 30-40 keV. Di bawah energi ini, kepekaan film berkurang
karena redaman radiasi oleh pembungkus kertas. Akibat ini sangat kuat
Ketergantungan energi, dosimetri film dapat menyebabkan kesalahan serius pada
sinar-X kurang dari 200 keV kecuali film ini dikalibrasi dengan radiasi dari
distribusi energi yang sama seperti radiasi yang dipantau atau jika ketergantungan
energi dari film tersebut dicatat. Koreksi untuk ketergantungan energi dilakukan
dengan penyaringan selektif. Lencana film dudukannya didesain agar radiasi bisa
mencapai film secara langsung melalui yang terbuka jendela, atau radiasi dapat
disaring oleh pemegang lencana film atau oleh salah satu dari beberapa filter yang
berbeda, seperti aluminium, tembaga, kadmium, timah, perak, dan timbal, yang
mana dibangun ke dalam dudukan film. Desain yang tepat dan pilihan filter diatur
dengan jenis radiasi yang harus dipantau. Evaluasi eksposuritu
Gambar 9-22. Ketergantungan energi dari dosimeter film-badge ke sinar-X.
(Direproduksi dari Ehrlich E. Dosimetri Fotografi sinar X dan Gamma.
Washington, DC: Kantor Percetakan Pemerintah AS; 1954. NBS Handbook57.)
dibuat dengan mempertimbangkan rasio kepadatan film di bawah masing-masing
dari berbagai filter. Dosis beta ditentukan dari rasio pembacaan film jendela
terbuka terhadap itu dibalik filter Jika terkena radiasi beta saja, maka film
penggelapan adalah hanya terlihat di area jendela terbuka. Membantu membedakan
antara energi rendah gamma sinar dan partikel beta, misalnya perbandingan dibuat
antara gelap di jendela yang terbuka dan di bawah dua filter tipis, seperti
aluminium dan perak, yang mana memiliki ketebalan kerapatan yang sama dan
oleh karena itu, peredam beta setara. Itu nomor atom yang berbeda, bagaimanapun,

3. menghasilkan filtrasi sinar-X berenergi jauh lebih rendah oleh filter perak dari
pada filter aluminium, sehingga memberikan derajat yang berbedagelap di bawah
dua filter Interpretasi radiasi beta-gamma campuran Dengan lencana film itu sulit
karena daya tembus yang sangat berbeda beta dan radiasi gamma. Untuk alasan ini,
informasi dari pemantauan beta dengan Lencana film digunakan terutama secara
kualitatif atau semiquantitatif untuk dievaluasi eksposur.
Neutron cepat, yang energinya melebihi 1/2 MeV, bisa dipantau dengan
nuklir
track film, seperti Eastman Kodak NTA, yang ditambahkan ke dalam lencana film.
Penyinaran
Film dengan neutron cepat menghasilkan jejak mundur proton akibat benturan
elastis
antara inti hidrogen di pembungkus kertas, di emulsi, dan di film
mendasarkan. Meskipun penampang n, p scattering menurun seiring dengan
meningkatnya neutron
energi dari 13 b pada 0,1 MeV sampai 4,5 b pada 1 MeV sampai 1 b pada10 MeV
- protonmundur
tidak memiliki energi yang cukup di bawah sekitar 0,5 MeV untuk membuat jalur
yang dapat dikenali, dan
maka ambang batasnya adalah 0,5 MeV. Karena konsentrasi atom hidrogen
Dalam film dan pembungkus kertasnya tidak jauh berbeda dengan jaringan,
Responfilm terhadap neutron cepat kira-kira setara dengan jaringan, dan
Jumlah track protonper satuan luas film ini sebanding dengan
dosis terserap.
Pemaparan neutron cepat diperkirakan dengan memindai film yang
dikembangkan dengan highpowered
mikroskop dan menghitung jumlah track protonper sentimeter persegi
dari film Batas peraturan NBU A.S. dari 5 rem (0,05 Sv) dalam satu tahun sesuai
ke rata-rata dosis mingguan dari 100 mrems (1 mSv). Ini sesuai dengan mean
kerapatan jalur proton sekitar 2600 cm-2 film NTA untuk neutron dari Pu-Be
sumber. Karena area yang dilihat oleh lensa immersion minyak sekitar 2 × 10-4
cm2, cepat Dosis neutron 100 mrems sesuai dengan kerapatan jalur rata-rata
sekitar satu proton mundur melacak per dua bidang mikroskopik.
Neutron termal juga menghasilkan track proton-recoil pada film neutron
sebagai hasilnya dari penangkapan mereka oleh nitrogen dalam film sesuai dengan
reaksi 14N (n, p) 14C. Meskipun penampang untuk neutron 2200 m / s untuk
reaksi ini adalah 1,75 b, Konsentrasi nitrogen dalam film jauh lebih kecil dari pada
hidrogen, sehingga pembuatannya Reaksi ini kurang sensitif, berdasarkan per
neutron, daripada reaksi hamburan n untuk neutron cepat Meski demikian, karena,
dalam praktiknya, neutron cepat biasanya bagian dari medan radiasi campuran

4. yang mencakup neutron termal (dan radiasi gamma), dan karena fluks yang
diijinkan untuk neutron termal jauh lebih tinggi daripada puasa neutron, tunjangan
harus dibuat untuk jalur protonkarena neutron termal
Lencana film yang dirancang untuk digunakan di medan radiasi campuran yang
mencakup neutron selalu memiliki setidaknya dua filter logam dengan ketebalan
densitas yang sama-satu kadmium dan yang lainnya biasanya timah. Cadmium
memiliki penampang yang sangat tinggi, 2500 b untuk yang 113Cd (n, γ) 114Cd
untuk netron 0,025-eV, dan 7400 b untuk netron 0,1779-eV. Itu menangkap
penampang timah untuk neutron termal tidak signifikan kecil. Hasil dari, medan
neutron termal akan menunjukkan kepadatan jalur tinggi di bawah saringan timah
tapi tidak trek di bawah kadmium Neutron cepat, di sisi lain, akan menghasilkan
kerapatan jalur yang sama di bawah kedua filter. Selanjutnya, karena reaksi n, γ
Dalam kadmium, medan neutron termal akan menghasilkan daerah yang lebih
gelap pada sinar gamma film di bawah filter kadmium dari pada timah. Dengan
tidak adanya neutron, γ radiasi akan mengekspos film di bawah masing-masing
filter ini sampai tingkat yang sama. Oleh menghitung lintasan dan mengukur
kerapatan film sinar gamma, kita menentukan fluks thermal-neutron serta
memungkinkan untuk jalur latar belakang neutron termal kepadatan dalam
penentuan fluks neutron cepat. Ini harus ditekankan kembali bahwa lencana film
neutron biasa tidak sensitif terhadap neutron dalam energi berkisar antara epitermal
dan 0,5 MeV. Namun, jika distribusi spektral dari Bidang neutron sudah diketahui,
maka penyisihan netron di film-lencana-tidak sensitif jangkauan bisa dibuat
Dosimeter termoluminesen Banyak kristal yang berbeda memancarkan cahaya jika
dipanaskan setelah terpapar radiasi. Efek ini disebut thermoluminescence, dan
dosimeter berdasarkan efek ini disebut dosimeter termoluminescent (TLD).
Beberapa kristal TLD ini termasuk LiF, CaF2: Mn (CaF2 mengandung sedikit
penambahan Mn, yang berfungsi sebagai aktivator), CaSO4: Tm, Li2B4O7: Cu,
dan LiF: Mg, Ti. Penyerapan energi dari radiasi menggairahkan atom di kristal,
yang menghasilkan produksielektron bebas dan lubang di kristal termoluminesen.
Ini terjebak oleh aktivator atau ketidaksempurnaan dalam kisi kristal, sehingga
mengunci eksitasi energi dalam kristal Pemanasan kristal melepaskan energi
eksitasi sebagai cahaya. Pengukuran intensitas cahaya yang dipancarkan mengarah
ke kurva cahaya (Gambar 9-23). Elektron yang terperangkap terperangkap juga
secara spontan jatuh ke keadaan dasar bahkan di suhu rendah Padasuhu kamar,
elektron yang terperangkap jatuh ke tanah negara pada tingkat sekitar 10-8-10-10
persen per detik. Hal ini menyebabkan lebih sedikit terjebak
Gambar 9-23. Cahaya melengkung untuk LiF yang telah ditutup 100 rs (1 Sv) X-

5. ray. Daerah di bawah kurva sebanding dengan dosis total. (Direproduksi dengan
izin dari Cameron JR, Zimmerman D, Kenney G, Buch R, Bland R, Hibah R.
dosimetri termoluminasi menggunakan LiF. Kesehatan Fisik. Januari 1964; 10: 25-
29). elektron di pembacaan, dan akibatnya untuk dosis yang lebih kecil saat
pembacaan dari pada awalnya direkam, seperti yang ditunjukkan pada contoh
berikut.
Contoh 9.4
Di laboratorium dimana lencana TLD diganti setiap 4 minggu, dan dibaca 2 hari
Kemudian, seorang pekerja radiasi terkena pada saat dia menerima dosimeter
tersebut, dan
tidak memiliki eksposurlebih lanjut Berapa fraksi dari dosis sebenarnya yang akan
dilaporkan jika
Tingkat fading spontan adalah 1,35 × 10-8 s-1?
Larutan
Karena dosisnya berbanding lurus dengan jumlah elektron yang terperangkap,
maka
Fraksi dosis asli yang tersisa 30 hari kemudian
D
D0 = e-kt = e-1.35 × 10-8 1s× 8,64 × 104 sd× 30 d = 0,97 = 97%
Gambar 9-23 menunjukkan kurva cahaya karakteristik untuk LiF, yang diperoleh
dengan pemanasan kristal yang diiradiasi pada tingkat yang seragam dan
mengukur cahaya yang dipancarkan sebagai suhu meningkat Suhu di mana output
cahaya maksimum terjadi adalah ukuran energi pengikatan elektron atau lubang
dalam jebakan. Lebih dari satu puncak pada kurva cahaya menunjukkan situs
perangkap yang berbeda, masing-masing dengan miliknya sendiri mengikat energi
Output cahaya total sebanding dengan jumlah yang terjebak, elektron tereksitasi,
yang, pada gilirannya, sebanding dengan jumlah energi yang diserap dari radiasi
Dengan demikian, output cahaya berbanding lurus dengan radiasi dosis terserap.
Bahan termoluminescent ditemukan dalam bentuk bubuk lepas, cakram,
kotak, dan batang. Untuk pemantauan pribadi, satu atau lebih potongan kecil
thermoluminescent
Bahan (sekitar 50 mg masing-masing) ditempatkan ke dalam dudukan kecil yang
dipakai oleh
orang yang dipantau Setelah dipakai untuk jangka waktu yang ditentukan,
Material TLD dipanaskan dan intensitas luminescence yang dihasilkan diukur
dengan tabung photomultiplier yang sinyal outputnya, setelah amplifikasi,
diterapkan

6. alat pembacaan yang sesuai, seperti voltmeter digital. Instrumen dikalibrasi
dengan mengukur intensitas cahaya dari fosfor thermoluminescent itu
telah terpapar dosis radiasi yang diketahui.
Neutron Dosimeter Lithium-6, isotop alami dalam lithium (7,4% kelimpahan
alami), menangkap neutron termal dan mengalami reaksi n, α, dan karenanya dapat
digunakan pemantauan neutron Thermoluminescent-dosimeter phosphors,
mengandung lithium Sebagai LiF, banyak digunakan karena LiF kira-kira setara
dengan jaringan dan hampir energi independen dari sekitar 100-keV sampai 1,3-
MeV radiasi gamma, seperti yang ditunjukkan pada Gambar 9-24. Beberapa TLD
fosfordalam lencana TLD dapat dibuat berbedabahan dan mungkin berbeda
disaring agar bisa memanfaatkan yang berbeda ketergantungan energi dari filter
dan untuk membuat lencana TLD kira-kira energi independen. Salah satu lencana
TLD semacam itu, misalnya, mengandung empat TLD fosfor, dua masing-masing
LI2B4O: Cu dan dua masing-masing CaSO4:Tm. Dengan filter yang sesuai, ini
dosimeter kira-kira bebas dari 30-keV sampai 10-MeV X atau gamma radiasi,
radiasi beta 0.5-MeV sampai 4-MeV, dan neutron 0,025-eV sampai 10-MeV. Bisa
ukur dosis dari 60Co dari 10 μSv (1 mrem) sampai 10 Sv (1000 rems).
Gambar 9-24. Ketergantungan energi LiF dibandingkan dengan dosimeter
unshielded. (Direproduksi dengan izin dari Cameron JR, Zimmerman D, Kenney
G, Buch R, Bland R, Grant R. Thermoluminescent dosimetri memanfaatkan LiF.
Kesehatan Fisik. Januari 1964; 10: 25-29).
Albedo Neutron Dosimeter Pemantauan personil untuk neutron dapat dilakukan
melalui penggunaan nuklir track film, dimana neutron mengetuk protondari
molekul dalam emulsi film dan protonmeninggalkan lintasan di film ini.
Kelemahan utama dari teknik ini, Namun, adalah persyaratan ambang energi
neutron. Kecuali energi neutron melebihi sekitar 0,5 MeV, proton recoil tidak
memiliki cukup energi untuk dibuat jejak yang bisa dikenali dalam film ini.
Kerugian ini bisa diatasi melalui penggunaan dosimeter termoluminescent yang
sensitif terhadap neutron yang sensitivitasnya ditingkatkan neutron yang
backscattered dari tubuh. Karena tubuh manusia memiliki banyak atom hidrogen,
sebagian besar energi perantara dan neutron cepat dapat diperlambat ke energi
epitermal dan backscattered dan dengan demikian dapat berinteraksi dengan bahan
termoluminescent yang sensitif terhadap neutron. Satu monitor neutron Jenis ini
disebut dosimeter neutron tipe albedo. Dosimeter Albedo jenis ini sangat berguna
dalam kisaran energi neutron dari cutoff Cd, sekitar 0,2 eV sampai sekitar 500
keV.

7. Karena TLD yang sensitif terhadap neutron juga merespons radiasi gamma, dan
neutron
hampir selalu disertai dengan radiasi gamma, TLD neutron-insensitif
Digunakan bersamaan dengan TLD yang sensitif terhadap neutron.
Thermoluminescence terukur
Karena gammas dapat ditentukan secara terpisah dan dikurangkan dari total
thermoluminescence
dari detektor neutron-sensitif. Untuk membedakan antara thermoluminescence
Karena neutron dan gammas dengan cara ini, material TLD 6LiF digunakan
sebagai
detektor neutron-sensitif, sedangkan 7LiF digunakan sebagai dosimeter neutron-
insensitive.
Kedua bahan TLD ini memiliki respon yang sama terhadap radiasi gamma.
Untuk alasan ini, thermoluminescence gamma chip 7LiF dapat dikurangkan
dari chip 6LiF untuk mendapatkan luminescence bersih yang hanya disebabkan
neutron.
Thermoluminescence diferensial ini memungkinkan pengukuran 0,1 mSv (10
mrem) neutron di lapangan gamma 2 mSv (200 mrems).
Dosimeter tipe-Albedo sangat bergantung pada energi. Tanggapan mereka
Perubahan dengan faktor sekitar 15 di atas kisaran energi neutron 0,1-1,7 MeV.
Untuk
Alasan ini, sebuah dosimeter neutron albedo harus dikalibrasi dengan sumber
neutron
yang distribusi spektral energinya sedekat mungkin dengan distribusi energi
dari neutron yang harus dipantau
Optikal Stimulated Luminescence Pemantauan lingkungan dengan TLD
membutuhkan fosforyang jauh lebih banyak sensitif daripada yang digunakan
untuk memantau pekerja radiasi. Termoluminescent dosimeter digunakan untuk
menunjukkan kesesuaian dengan batas dosis kerja yang dibutuhkan Sensitivitas
cukup hanya untuk tugas itu. Batas radiasi lingkungan sangat banyak lebih
membatasi daripada batas pekerjaan. Dosimeter fosfordigunakan untuk
lingkungan Oleh karena itu pemantauan harus memiliki kepekaan yang jauh lebih
besar daripada yang digunakan untuk memantau pekerja radiasi. Sensitivitas yang
meningkat ini disediakan secara optik Dorong pendaran luminesensi (OSL)
dosimeter, Al2O3: C (Gambar 9-25), yang dapat mengukur dosis serendah 0,01
mSv (1 mrem). Tingginya sensitivitas ini berguna untuk lingkungan pengukuran
dan untuk memantau pekerja hamil, dan juga yang lainnya pekerja radiasi
Dosimeter Al2O3: C diapit filter tiga elemen sistem untuk penentuan spektral

8. sinar-X. Rakitan dosimeter disegel di dalam a pembungkus ringan, yang kemudian
disegel di dalam kemasan plastik blister
Gambar 9-25. Dosimeter yang distimulasi secara optik. (Courtesy of Landauer,
Inc, Glenwood, IL.)
Ukuran yang sama seperti lencana film atau TLD. Setelah terpapar radiasi,
dosimeter OSL
dibaca setelah memaparkannya ke sinar laser. Hal ini menyebabkan Al2O3: C
menyala, dengan
derajat luminesensi sebanding dengan dosis radiasi. Dosimeter OSL
dapat mengukur dosis ≥ 1 mrem (0,01 mSv) dari sinar-X energi kuantum ≥ 5 keV
dan dosis beta ≥ 10 mrems (0,1 mSv) untuk energi beta ≥ 150 keV. Sensitivitas ini,
bersama dengan sifat lain yang diinginkan, telah membuat fosfor pilihan ini
pemantauan lingkungan dan untuk memantau pekerja yang terpapar kerja.
Dosimeter Elektronik
Evolusi terus solid-state elektronik dan pengolahan data elektronik
telah menghasilkan instrumen yang lebih kecil, lebih dapat diandalkan, dan lebih
canggih.
Miniaturisasi ini memungkinkan kecil, ringan (sekitar 100 g), akura
Gambar 9-26. Pembacaan otomatis dosimeter langsung untuk pemantauan pribadi.
Dosimeter elektronik bisa diukur
dan log dosis beta gamba- dan gamma dari 1 μSv (0,1 mrem) menjadi sekitar 10 Sv
(1000 rems) dan mengandung programmable
alarm untuk dosis kumulatif dan untuk tarif dosis. (Courtesy of Technical
Associates, Canoga Park, CA.)
dosimeter elektronik yang lebih berguna untuk dosimetri pribadi dan pelacakan
dosis
daripada film atau TLD (Gambar 9-26). Ukuran dosimeter elektronik dan display
tingkat dosis sesaat dan berintegrasi dari waktu ke waktu untuk mendapatkan,
menyimpan, dan menampilkan
dosis kumulatif. Mereka juga dirancang untuk mengingatkan padatingkat dosis
yang diinginkan atau akumulasi
dosis. Di Amerika Serikat, NRC mewajibkan semua ahli radiografi dan
asisten mereka memakai dosimeter yang mengkhawatirkan (10 CFR 34). Data
disimpan dalam a
memori nonvolatile dan dapat didownload ke komputer untuk pelacakan dosis dan
tujuan pencatatan.

9. Dosimeter elektronik pribadi menggunakan semikonduktor solid-state, dioda
silikon,
untuk mendeteksi radiasi beta dan gamma dengan rentang dosis dan dosis yang
sangat luas.
Dengan akurasi kira-kira ± 10% untuk gema 137Cs, dosimeter elektronik pribadi
mengukur tingkat dosis dari 1 μSv (0,1 mrem) per jam sampai 10 mSv (1.000
mrems) per
jam dan menyimpan dosis dari 1 μSv (0,1 mrem) sampai 10 Sv (1000 rems). Ini
elektronik
dosimeter saku menggabungkan beberapa detektor, masing-masing merespons
radiasi
yang telah melewati filter yang berbeda untuk menjelaskan energi yang melekat
ketergantungan detektor Bila output dari beberapa detektor adalah
ditambah lagi, tingkat penghitungan yang dihasilkan kira-kira sebanding dengan
yang diserap
tingkat dosis Dengan teknik ini, respondosimeter elektronik pribadi
adalah sekitar energi independen (± 25%) dari 60 keV sampai 1,5 MeV
Survey Meter: Ion Current Chambers
Ion ruang saat ini memiliki responyang sebanding dengan energi yang diserap dan
Oleh karena itu banyak digunakan oleh fisikawan kesehatan dalam membuat
pengukuran dosis. Paling
dari ruang ionisasi ini memiliki dinding yang setara dengan udara dan karenanya
diukur
paparan daripada dosis. Paparan, yang dalam sistem tradisional unit tersebut
dinyatakan oleh kuantitas yang disebut roentgen, dinyatakan dalam unit SI oleh
kuantitas
disebut coulomb per kilogram, C / kg, atau oleh kerma udara, yang satuannya
adalah J kg-1 atau
abu-abu (Gy). Hubungan kuantitatif antara ketiga kuantitas tersebut adalah
1 R = 2,58 × 10-4 C kg= 0.0088 Gy.
Untuk tujuan proteksi radiasi, pemaparan 1 R sama dengan 1
rem dalam sistem unit tradisional, dan paparan 2,58 × 10-4 C / kg atau
kerma udara 0,0088 Gy setara dengan 0,01 Sv. Survei fisika kesehatan meter
Dengan dinding udara dapat dikalibrasi untuk dibaca dalam satuan mR / jam, C /
kg / jam,
atau μSv / h.
Ruang ionisasi saat ini terdiri dari ruang gas atau udara
dengan dua elektroda di mana ditempatkan potensial cukup rendah untuk
mencegah gas

10. perkalian tapi cukup tinggi untuk mencegah rekombinasi ion (Gambar 9-27).
Ion-ion yang dihasilkan di dalam ruang dikumpulkan dan mengalir melalui a
sirkuit eksternal Ruang ion dengan demikian bertindak sebagai sumber arus
internal tak terbatas
perlawanan. Meski pada prinsipnya, ammeter bisa ditempatkan di sirkuit eksternal
Untuk mengukur arus ion, dalam prakteknya hal ini tidak dilakukan karena arusnya
sangat
kecil. Sebagai gantinya, resistor beban bernilai tinggi R pada urutan 109-1012 ohm
ditempatkan
di sirkuit dan jatuh tegangan resistor beban diukur dengan sensitif
elektrometer Karena kapasitansi ruang dan sirkuit yang terkait
C, tegangan di resistor beban bervariasi dengan waktu t setelah menutup sirkuit,
sesuai dengan persamaan
V (t) = iR (1 - e-t / RC). (9.9)
RC produkdisebut konstanta waktu dari rangkaian detektor dan menentukan
kecepatan yang detektornya merespons. Bila t sama dengan RC, eksponen di
Pers. (9.9) menjadi ~ 1 dan voltase mencapai 63% dari nilai akhirnya. Seiring
bertambahnya t
Di luar beberapa konstanta waktu, instrumen tersebut membaca voltase steady state
terakhir Vf:
V (t) = Vf (1 - e-t / RC). (9.10)
C R
Gambar 9-27. Prinsip operasi ionisasi saat ini
ruang. Ion yang dihasilkan radiasi dikumpulkan
dari ruang, sehingga menyebabkan arus
Saya mengalir melalui sirkuit eksternal, sehingga menghasilkan
sebuah drop tegangan V (t) melintasi resistor bernilai tinggi
R. C mewakili semua kapasitansi yang terkait dengannya
ruang.
Sensitivitas detektor meningkat dengan meningkatnya hambatan resistor beban.
Karena kapasitansi detektor dan rangkaiannya tetap, ini berarti itu dalam instrumen
dengan beberapa rentang - yang dicapai dengan memvariasikan nilainya R-rentang
yang lebih sensitif memiliki konstanta waktu yang lebih lama dan karenanya lebih
lambat untuk merespons daripada rentang yang kurang sensitif. Konstanta waktu
untuk survei fisika kesehatan Instrumen bervariasi sampai sekitar 10 detik.
Besarnya konstanta waktu adalah sangat penting saat mengukur denyut nadi
pendek radiasi yang durasinya adalah urutan atau kurang dari konstanta waktu

11. instrumen survei, seperti yang diilustrasikan dalam Contoh 9.5. Alat laboratorium,
dimana responcepat tidak penting, boleh saja konstanta waktu yang lebih lama.
Contoh 9.5
Meteran survei, yang konstanta waktu 4 detik berbunyi 10 mR (100 μSv) per jam
Sementara mengukur radiasi dari paparan sinar-X gigi 0,08 detik.
(a) Berapakah tingkat paparan yang sebenarnya?
(b) Berapa dosisnya bagi hygienist gigi jika dia berada di rumah sakit
titik pengukuran?
Larutan
(a) Dengan Pers. (9.10), kita temukan
˙D f = ˙D T 1 - et / RC =10 Bapak H 1 - e-0,08 / 4 = 505 Bapak H (5050μ Svh).
(b) Dosis = Dosis rate × Waktu pemajanan (9.11) D = 505 Bapak H × 1 h 3600 s×
0,08 s = 0,011
Pabrikan instrumen sering mencatat waktu respons instrumen bukan waktu konstan
Waktu respon biasanya adalah waktu dimana instrumen akan mencapai 90% dari
pembacaan terakhirnya. Bila ruang ion saat ini terkena tingkat radiasi dengan
intensitas yang berbeda dan tegangan di seluruh ruangan bervariasi, keluarga
kurva, seperti yang ditunjukkan pada Gambar 9-28, diperoleh. Dataran tinggi saat
ini disebut arus jenuh. Saat dioperasikan padavoltase yang terletak di dataran
tinggi, semua ion yang dihasilkan di ruang sedang dikumpulkan. Operasi ruang ion
saat ini dan Faktanya, responsnyasebanding dengan energi yang diserap
ditunjukkan di bawah ini contohilustratif
Gambar 9-28. Variasi arus ionisasi dengan
Tegangan di ruang ionisasi berbeda
tingkat radiasi. Dataran tinggi mewakili
arus jenuh.
W Contoh 9.6
Ruang ionisasi berkapasitas besar memiliki jendela yang ketebalannya 1 mg / cm2.
(a) Aliran ionisasi apa yang akan dihasilkan jika 1200 partikel alpha dari 210Po
masuk
ruang per menit?
(b) Berapakah arus ionisasi jika ketebalan jendela meningkat
sampai 3 mg / cm2?
Larutan Arus ionisasi dalam ruang dapat dihitung dari berikut ini persamaan: i = N
α s × E¯ eV α × 1,6 × 10-19 C ion w eV ion × 1 A C / s . (9.12) (a) Energi partikel
alfa setelah menembus jendela ke dalam bilik sama dengan perbedaan antara
energi kinetik awalnya, 5.3 MeV, dan energi hilang dalam menembus jendela.
Dengan asumsi jendela plastik setara dengan jaringan sehubungan dengan daya

12. henti, kita hitung dari Pers. (5.20) dan (5.21) bahwa kisaran partikel alpha 5.3-
MeV dalam plastik dimana jendela dibuat adalah 5.1 mg / cm2. Setelah melewati
Jendela 1-mg / cm2, oleh karena itu, energi kinetik alfa partikel tersisa 5.1 - 1 5.1 ×
5.3 = 4,26 MeV,
dan arus ion yang dihasilkan adalah, dari Pers. (9.12), i = 1,2 × 103 α min × 4.26 ×
106 eV α × 1,6 × 10-19 C ion 60 s min × 35 eV ion × 1 A C / s i = 3,9 x 10-13 A.
(b) Jika ketebalan jendela dinaikkan menjadi 3 mg cm-2, energi alfa partikel yang
masuk ke ruang ionisasi akan menjadi 5.1 - 3 5.1 × 5.3 = 2,18 MeV,
dan arus ion hanya 2 × 10-13 A. Dalam kedua contoh partikel alfa memasuki ruang
ion padatingkat yang sama. Karena itu, jika ada pulsa individu Telah dihitung,
tingkat penghitungannya akan sama pada kedua kasus tersebut. Arus ionisasi, yang
tergantung padavolume ruang, udara kepadatan ρ, dan pada tingkat paparan,
diberikan oleh i = V cm3 × ρ kg cm3 × ˙X μC / kg h × 10-6 A μC / s 3,6 × 103 s h .
(9.13) Untuk ruang 400 cm3 yang diisi dengan udara standar dan tingkat paparan
6,5 μC / kg / jam (25 mR / jam), arus ionisasi ditemukan, dari Pers. (9.13), untuk
menjadi 9.3 × 10-13 A. Untuk menghasilkan setetes voltase sekitar 1 volt yang
dibutuhkan resistor sebuah resistor sekitar 1011 ohm. Jika sebuah resistor dari nilai
ini digunakan sebagai resistor beban Untuk skala instrumen yang paling sensitif,
kita membutuhkan resistor 1010 dan 109 ohm masing-masing untuk pengukuran
tingkat dosis skala penuh di bidang radiasi 10 dan 100 kali lebih intens daripada
skala yang paling sensitif. Survei ruang ionisasi meter relatif bebas energi pada
berbagai energi kuantum, seperti ditunjukkan pada Gambar 9-17. Tertentu
Beberapa meteran survei ruang ionisasi yang tersedia secara komersial memiliki
jendela cukup tipis untuk mengakui partikel alpha dan dilengkapi dengan perisai
sliding itu memungkinkan pengukuran radiasi alpha, beta, dan gamma. Meter
survei lainnya tersedia yang hanya merespons betas dan gammas atau hanya untuk
gammas. Rentang dari Tingkat dosis skala penuh di meter survei tipe ionisasi yang
umum digunakan berasal dari 0 sampai 0,01 mSv (0-1 mrem) per jam dengan
pengganda 10, 100, 1000, dan 10.000. Responenergi yang baik biasa terjadi pada
rentang energi sekitar 30 keV sampai 1,5 MeV, dengan akurasi sekitar 30% atau
lebih baik.